Атомна енергетика

Продление срока эксплуатации реакторных установок АЭС — авантюра

Продление срока эксплуатации реакторных установок АЭС, выработавших ресурс, сооружение новых АЭС — опасная техническая авантюра.

Заметки о технических сложностях продления эксплуатации реакторов ВВЭР подготовленные бывшим инспектором по ядерной безопасности СССР Евгением Яковлевичем Симоновым.

1. Введение 

1.1. Не устранимым опасным свойством ядерных реакторов в реакторных установках (РУ) всех АЭС, в том числе действующих на территории России, с использованием в качестве ядерно-делящихся материалов (ЯДМ) урана-235, плутония-239 и их изотопов, является интенсивная наработка техногенной радиоактивности. Наибольшая активность образуется в активной зоне реактора в виде продуктов деления ядер ЯДМ на осколки и в остальных компонентах реактора вследствие облучения их потоком нейтронов, излучаемым из активной зоны реактора.
Известно, что в реакторе ВВЭР–440, содержащим порядка 40 тонн ядерного топлива, «суммарная активность топлива, обогащением 3% по урану-235, составляет 6х1011 Бк (16 Ku). Через год эксплуатации радиоактивность продуктов, образовавшихся в процессе деления ядер урана, уже составит 4х1019 Бк (109 Ku), т.е. будет в 100 млн. раз больше исходной» (Л1). Наработка радиоактивности в ядерном топливе почти пропорциональна его количеству в реакторе и времени работы реактора на номинальной мощности. По этим, полагаю, заниженным данным определяется, что в реакторе ВВЭР-1000 (~74 тонны топлива) также за один год его работы радиоактивность топлива составит не менее 8х1019 Бк (2х109 Ku).
Есть реальные данные о наработанной радиоактивности в реакторе РУ РБМК-1000 блока № 4 Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) за неполные четыре года. Указано, что «…из реактора было выброшено примерно 80% активности, 10% оцениваемой в 6х1010 Ku, не считая активности, которая осталась в саркофаге». Т.е., находившиеся в реакторе ТВС, стержни СУЗ, графитовые блоки кладки зоны реактора, циркониевые трубы, в которых размещались ТВС, стержни СУЗ, имели радиоактивность в сумме ≥ 75х1010 Ku без учёта радиоактивности отработавших ТВС в бассейне выдержки, и сброшенной в течение указанных лет в среду обитания (Л2).
Из реактора ВВЭР-1000 в случае не исключаемых проектом АЭС на его основе взрыва в нём или разрушения его корпуса, состоится выброс радиоактивности несколько меньше выброса из РБМК-1000, поскольку в ВВЭР нет графитовых блоков и циркониевых труб. Указанные величины радиоактивности, которая может быть выброшена из реакторов, должны быть решающими в формировании требований о безотлагательном прекращении эксплуатации действующих реакторов ВВЭР-440, -1000, РБМК-1000 и о недопустимости сооружения новых АЭС.
Ядерное топливо — это комплект тепловыделяющих сборок (ТВС), конструктивно объединяющих тепловыделяющие элементы (твэлы), в полости оболочек которых размещены ЯДМ в виде топливной матрицы. Это дробление ЯДМ обеспечивает размещение в реакторе большого количества ЯДМ, стержней системы управления и защиты реактора (СУЗ) с поглотителем нейтронов, и возможность отвода тепла от твэлов, нагревающихся за счёт торможения в матрице осколков деления ядер ЯДМ, разлетающихся изначально с большой скоростью. Теплоноситель, как правило, обладает свойством замедления быстрых нейтронов до энергий, при которых вероятность «полезного» захвата их ядрами ЯДМ наибольшая. Совокупность указанных компонентов обеспечивающих условия для инициирования самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) деления ядер, является активной зоной реактора, интенсивно (см. выше) нарабатывающей радиоактивность.
Несколько слов о физических барьерах безопасности РУ АЭС. В нормативах (ОПБ, ПБЯ) указано, что «безопасность АЭС должна обеспечиваться за счёт последовательной реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду… Система физических барьеров блоков АЭС включает: топливную матрицу, оболочку твэла, границу контура теплоносителя реактора, герметичное ограждение…» РУ. Далее следует положение: «при нормальной эксплуатации все физические барьеры должны быть работоспособными…». Однако фактические показатели и технология эксплуатации всех типов действующих РУ и АЭС в целом свидетельствуют о несоответствии АЭС, других ОЯЭ указанным положениям. Физические барьеры не являются таковыми, изначально были и остаются мифам